检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2018年第1期52卷 90-93页

作者：孙凤闫林王贺哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核电工程有限公司北京100840

福岛核事故后,外部灾害事件对核电厂安全的影响逐渐受到重视,而核电厂内部水淹是常见的一种重要灾害,可能导致核电厂发生严重事故,通常无法通过外部事件筛选分析筛除,需对此进行定量评估。本文在对核电厂水淹概率风险分析方法进行了大... 详细信息

福岛核事故后,外部灾害事件对核电厂安全的影响逐渐受到重视,而核电厂内部水淹是常见的一种重要灾害,可能导致核电厂发生严重事故,通常无法通过外部事件筛选分析筛除,需对此进行定量评估。本文在对核电厂水淹概率风险分析方法进行了大量研究的基础上,探讨了发生水淹对核电厂设计和运行的影响,提出了内部水淹风险的贡献项。结果表明:电气厂房和设备冷却水系统分别是对内部水淹导致的堆芯损坏频率贡献最大的厂房和水淹源,需在相关区域适当增加水淹防护措施并加强水淹探测及报警能力。

关键词：内部水淹水淹情景概率风险分析灾害

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水平射流条件下气溶胶滞留特性研究

水平射流条件下气溶胶滞留特性研究

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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：刁寒周艳民谷海峰李应治哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

近年来,人们越发关注反应堆严重事故情况下抑压水池内射流的研究。针对水平空气射流条件下气溶胶在液相的滞留过程开展了实验研究。在不同进口压力、气溶胶粒径条件下,开展了水平射流过程中气溶胶颗粒在水环境的滞留效率实验,并对结果... 详细信息

近年来,人们越发关注反应堆严重事故情况下抑压水池内射流的研究。针对水平空气射流条件下气溶胶在液相的滞留过程开展了实验研究。在不同进口压力、气溶胶粒径条件下,开展了水平射流过程中气溶胶颗粒在水环境的滞留效率实验,并对结果进行了分析。实验中研究了水平空气射流的流动特征,并以此为基础构建了水平空气射流条件下的气溶胶滞留效率计算程序,用于在不同进口压力条件下预测水环境对气溶胶的的滞留效率。

关键词：射流气溶胶滞留效率液滴夹带

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液态钠-水蒸气表面反应特性的实验研究

液态钠-水蒸气表面反应特性的实验研究

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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：王赟吴琦张智刚马瑶龙纪斌李克亮哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

在钠冷快堆(SFR)蒸汽发生器(SG)中,传热管破裂会导致钠水反应事故。液态钠与水蒸气的表面反应是钠水事故研究中的重要问题之一。本文通过可视化方法,对液态钠表面形态以及反应产物的特性进行实验研究,分析了液态钠初始温度对表面反应的... 详细信息

在钠冷快堆(SFR)蒸汽发生器(SG)中,传热管破裂会导致钠水反应事故。液态钠与水蒸气的表面反应是钠水事故研究中的重要问题之一。本文通过可视化方法,对液态钠表面形态以及反应产物的特性进行实验研究,分析了液态钠初始温度对表面反应的影响。实验结果表明,对于反应产物Na OH,当液态钠初始温度低于318.4℃时,液态钠表面会形成固态NaOH膜层。当液态钠温度升高至318.4℃后,NaOH膜层会融化并以液膜形式附着于液态钠表面,同时产生反应产物气溶胶。当液态钠初始温度高于350℃时,反应产物则主要以气溶胶的形式扩散。此外,随液态钠初始温度升高,反应持续的时间缩短,表面反应受温度的影响。

关键词：钠冷快堆钠水反应表面特性

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压水堆相邻燃料棒间的高阶共振干涉现象研究

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核动力工程 2018年第S2期39卷 67-71页

作者：张乾赵强梁亮吴宏春曹良志哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

针对压水堆中不同燃料类型相邻的燃料组件中的出现的高阶共振干涉现象进行了研究。通过超细群求解慢化方程和嵌入式共振计算方法,对该类问题进行了计算。通过对精细能谱形状和多群共振截面计算误差的分析,结果表明,高阶共振干涉现象随... 详细信息

针对压水堆中不同燃料类型相邻的燃料组件中的出现的高阶共振干涉现象进行了研究。通过超细群求解慢化方程和嵌入式共振计算方法,对该类问题进行了计算。通过对精细能谱形状和多群共振截面计算误差的分析,结果表明,高阶共振干涉现象随着慢化剂密度降低而增强,对共振计算的精度有一定的影响。在二氧化铀(UO2)与钚铀氧化物混合燃料(MOX)的混合组件中,截面的最大相对误差达10%。通过对嵌入式共振计算方法进行改进,可以有效地处理该共振干涉现象,提高具有复杂设计的燃料组件的共振计算精度。结果表明,在多种工况下的多燃料混合组件中,共振截面的相对误差降低至3%以下。

关键词：共振干涉嵌入式共振计算方法压水堆燃料组件

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大功率冷凝器工作性能的数值模拟研究

大功率冷凝器工作性能的数值模拟研究

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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：马耸孙中宁谷海峰周艳民哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

冷凝器作为蒸汽动力装置中重要的组成部分,其两相流动和传热严重影响着设备的经济性和安全性。本文针对大型冷凝器开展数值仿真计算,采用多孔介质模型,建立了管束区含不凝性气体的蒸汽冷凝换热模型。采用分布阻力的方法添加动量源项,体... 详细信息

冷凝器作为蒸汽动力装置中重要的组成部分,其两相流动和传热严重影响着设备的经济性和安全性。本文针对大型冷凝器开展数值仿真计算,采用多孔介质模型,建立了管束区含不凝性气体的蒸汽冷凝换热模型。采用分布阻力的方法添加动量源项,体现管束对气流的阻碍作用,采用串联热阻计算冷凝量作为分布质量汇的方法添加质量源项,体现蒸汽的冷凝相变。该数值模型遵循连续性方程、动量守恒方程、不凝性气体扩散方程,利用实际冷凝器的相关参数编译用户自定义程序UDF加载到商业软件Fluent中进行仿真模拟,以此建立了冷凝器的数值计算模型。利用该模型得到了冷凝器壳侧速度、压力、温度以及凝液量等重要参数的分布情况。

关键词：冷凝器多孔介质不凝性气体数值模拟

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抑压型安全壳压力响应缩比试验设计

抑压型安全壳压力响应缩比试验设计

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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：刘新星孟兆明张楠孙中宁哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

抑压型安全壳因其良好的抑压特性被广泛应用于沸水堆等核动力系统中。为了研究抑压型安全壳在反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期的压力响应,需要建造相应的缩比试验装置对原型进行模拟试验。针对所研究的带抑压型安全壳设计的小型压水堆原... 详细信息

抑压型安全壳因其良好的抑压特性被广泛应用于沸水堆等核动力系统中。为了研究抑压型安全壳在反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期的压力响应,需要建造相应的缩比试验装置对原型进行模拟试验。针对所研究的带抑压型安全壳设计的小型压水堆原型,分别对喷放过程的事故源项和抑压水池内的冷凝过程进行分析,并根据一定的比例对连通管道及抑压喷管的阻力项进行模化,得到了缩比试验装置的连通管道及抑压喷管的长度、管径和需要配置的孔板尺寸。最后利用严重事故分析程序MELCOR分别对原型与缩比的试验装置进行模拟,结果显示,该缩比方法在保证试验与原型中冷凝现象相似的前提下,能够较好地在缩比试验台上还原原型安全壳在反应堆冷却剂失水事故初期的压力响应过程。

关键词：抑压型安全壳缩比试验压力响应

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PWR栅元流固共轭传热CFD计算方案研究

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哈尔滨工程大学学报 2018年第4期39卷 716-720页

作者：陈广亮徐俊英张志俭田兆斐李磊哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中广核研究院有限公司深圳广东518000

为准确预测压水堆堆芯的热工水力状态,提高反应堆运行的经济性与安全性,针对典型堆芯内数万燃料栅元中的燃料释热过程与冷却剂流动传热过程的强相互作用关系,以及工程化仿真预测的效率需求开展研究。依据几何、质能守恒、传热问题的等... 详细信息

为准确预测压水堆堆芯的热工水力状态,提高反应堆运行的经济性与安全性,针对典型堆芯内数万燃料栅元中的燃料释热过程与冷却剂流动传热过程的强相互作用关系,以及工程化仿真预测的效率需求开展研究。依据几何、质能守恒、传热问题的等效原理,针对燃料栅元中的流固区域,设计气隙等效的流固共轭传热计算方案,开发芯块、气隙、包壳、等效域的变物性计算程序,实现了稳态与瞬态流固共轭传热的精细化计算。通过对比不同方案表明:纯流体域计算会导致栅元的周向传热计算失真;气隙等效的流固共轭传热计算与无简化流固共轭传热计算相比,精度的最大误差为0.1%,存储资源的最小优化量为24.7%,效率的最小优化量为14.3%。

关键词：压水堆流固共轭传热气隙计算流体动力学反应堆运行栅元

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利用K?hler理论分析碘化铯和氢氧化铯的吸湿增长特性

利用K?hler理论分析碘化铯和氢氧化铯的吸湿增长特性

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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：李应治马钎朝刁寒孙中宁谷海峰周艳民哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

核电站严重事故条件下释放的放射性气溶胶包含大量的可溶性组分,而可溶气溶胶的吸湿增长会改变气溶胶尺寸,进而影响其动力学行为。本文利用K?hler理论对典型的核属可溶性气溶胶碘化铯和氢氧化铯的吸湿增长特性进行计算分析,并对模型参... 详细信息

核电站严重事故条件下释放的放射性气溶胶包含大量的可溶性组分,而可溶气溶胶的吸湿增长会改变气溶胶尺寸,进而影响其动力学行为。本文利用K?hler理论对典型的核属可溶性气溶胶碘化铯和氢氧化铯的吸湿增长特性进行计算分析,并对模型参数和影响因素进行敏感性分析,同时与现有的实验结果进行对比。结果表明:表面张力对气溶胶吸湿增长因子的影响可以忽略,计算过程中可以用纯水的表面张力代替液滴的表面张力来计算。选择准确的液滴密度计算公式对计算精度十分重要。采用范托夫系数计算活度的理论模型得到的吸湿增长因子与氢氧化铯实验值较为接近,而通过渗透系数计算活度的理论模型得到的吸湿增长因子与碘化铯实验值更吻合。颗粒尺寸越大,开尔文效应越弱,吸湿增长因子越大,但增大趋势减弱。温度越高,液滴活度越小,吸湿增长因子越大。

关键词：碘化铯氢氧化铯吸湿增长敏感性分析严重事故

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不等温分布下燃料棒径向温度相关238U共振吸收截面计算

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1180-1187页

作者：张乾王超姜荣赵强吴宏春娄磊哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中广核研究院有限公司广东深圳518031 中国科学技术大学工程与应用物理系安徽合肥230026 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

为精确预测燃料棒径向不等温分布下的238U共振吸收截面,提出了一种基于求解超细群慢化方程的共振计算方法。该方法通过温度扰动模型,将径向不等温分布对燃料棒能谱的影响分解为每个径向子区对燃料棒能谱的独立影响,从而实现了对不等温... 详细信息

为精确预测燃料棒径向不等温分布下的238U共振吸收截面,提出了一种基于求解超细群慢化方程的共振计算方法。该方法通过温度扰动模型,将径向不等温分布对燃料棒能谱的影响分解为每个径向子区对燃料棒能谱的独立影响,从而实现了对不等温分布下的径向相关共振吸收截面的预测。数值结果表明,以MCNP5统计结果为基准,温度扰动模型对238U共振吸收截面的计算精度相比于传统的均匀碰撞概率超细群方法更高,共振吸收截面的相对偏差在2%以下。温度扰动模型适合进行不等温分布下燃料棒径向的238U共振吸收截面的精确计算。

关键词：不等温分布超细群慢化方程共振吸收截面

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AP1000核电站严重事故下熔融物与混凝土相互作用的研究

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核安全 2019年第6期18卷 37-43页

作者：王钦毕金生丁铭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

核电站发生堆芯熔化并熔穿压力容器的严重事故时,熔融物落入堆腔中会与混凝土相互作用(Molten Core-Concrete Interactions,MCCI),可能会威胁安全壳的完整性。本文基于MELCOR搭建AP1000核电站的计算模型,设置大破口事故叠加换料水箱重... 详细信息

核电站发生堆芯熔化并熔穿压力容器的严重事故时,熔融物落入堆腔中会与混凝土相互作用(Molten Core-Concrete Interactions,MCCI),可能会威胁安全壳的完整性。本文基于MELCOR搭建AP1000核电站的计算模型,设置大破口事故叠加换料水箱重力注射失效情况,研究压力容器被熔穿后的事故现象及熔融物堆外冷却过程,分析了MC⁃CI现象对安全壳完整性的威胁,即超压风险,燃爆风险和直接熔穿风险。研究结果表明,熔融物落入堆腔后,安全壳内会经历初期快速降压,随后达到水蒸发和冷凝的动态平衡,壳内压力稳定维持在0.2 MPa。MCCI过程中会产生可燃气体,积累至爆炸极限并触发点火装置工作。混凝土底板相比于侧壁更易被消融,在事故时间105 s内被熔穿约1 m。安全壳内部空间在达到热工水力平衡后,熔融物衰变热不断被导出安全壳外,事故最终得到缓解。

关键词：熔融物与混凝土相互作用熔融物堆外冷却 MELCOR

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